堆芯设计

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径向倒料式驻波堆堆芯概念设计

径向倒料式驻波堆堆芯概念设计
pr o p a ga t i o n wa s a c hi e v e d .I n o r de r t o ut i l i z e t he f i s s i l e ma t e r i a l p r o d uc e d b y s t a nd i n g wa v e r e a c t o r,t he f u e l c l a d di n g r e pr o c e s s i n g t e c hni q u e wa s a pp l i e d,a n d t he s us t a i na b l e ut i l i z a t i o n of n uc l e a r f u e l wa s r e a l i z e d . Ke y wo r ds :s t a nd i ng wa ve r e a c t o r ;br e e di ng;c l a d
Co n c e pt ua l Co r e De s i g n o f S t a nd i ng Wa v e Re a c t o r Wi t h Ra d i a l Fu e l S h uOU Le i ,CAO Li a n g — z h i ,W U Ho ng — c hun,ZHENG You — qi
( S c h o o l o f Nu c l e a r S c i e n c e a n d Te c h n o l o g y,xi ’ a n Ji a o t o n g Un i v e r s i t y,xi ’ a n 7 1 0 0 4 9 ,Ch i n a )
a s s e mb l i e s i n t h e c o r e . Th r o u g h t h e r a d i a l s h u f f l i n g s c h e me ,t h e b r e a d i n g — b u r n u p wa v e

HAD102-07核电厂堆芯的安全设计

HAD102-07核电厂堆芯的安全设计

HAD102-07核电厂堆芯的安全设计HAD102/07核电厂堆芯的安全设计(1989 年 7 月 12 日国家核安全局同意公布)本导则自觉布之日起实行本导则由国家核安全局负责解择1引言 ........................- 6 -1.1概括 ....................- 6 -1.2范围 ....................- 6 -1.3堆芯和有关设备的范围 . .......- 7 -2安全设计原则 .....................- 8 -2.1总则 ....................- 8 -2.2中子物理和热工水力设计的基本考虑 -11 -2.3机械设计的基本考虑 . (12)3堆芯设计要求 (14)3.1燃料元件和燃料组件 . (14)燃料元件的设计要求 - 14 -燃料组件机械方面的安全设计要求 (19)3.2冷却剂 (23)轻水 (24)重水 (25)二氧化碳 (26)3.3慢化剂 (26)轻水 (27)重水 (27)石墨 (28)3.4 反响性控制手段 . (30)反响性控制手段的种类 -31 -最大反响性价值和反响性引人速率 (31)整体功率和局部功率控制 -32 -可燃毒物的影响 (33)辐照效应 (33)3.5堆芯监测系统 (33)3.6 反响堆停堆手段 . (36)停堆手段的种类 (38)靠谱性 (39)停堆和保侍停堆的有效性-40 -停堆速率 (42)环境考虑 (44)3.7堆芯及有关构造 (45)反响堆冷却剂压力界限 -46 -反响堆堆芯组件支承构造-47 -燃料组件支承构造 . - 48 -停堆装置和反响性控制装置的导向构造 (48)堆内仪表支承构造 . - 49 -其余堆内构件 (50)退伍考虑 (50)3.8堆芯管理 (51)安全限值 (51)反响堆运转设计资料 - 52 -反响堆堆芯剖析 (53)燃料装卸系统 (55)3.9瞬态剖析和事故剖析 . (56)假定始发事件 (56)剖析 (57)4 判定和试验 (60)4.1设备判定 (60)4.2 检查和试验的举措 . (61)5 设计、制造和运转的质量保证 (62)名词解释 (62)附录 I反响性系数 . (64)附录 II芯块—包壳相互作用 (66)II.1锆合金包壳 (66)II.2钢包壳 (68)附录 III设计中对堆芯管理方面的考虑-70-III.1功率整形 (70)III.2堆芯反响性水平易停堆 (72)附录 IV影响堆芯设计的假定始发事件的实例 -74 -1引言1.1 概括《核电厂设计安全规定》( HAF102 ,以下简称《规定》)对核电厂堆芯设计提出了一定知足的最低安全要求。

超临界水冷堆CSR1000堆芯初步概念设计

超临界水冷堆CSR1000堆芯初步概念设计

燃料类型 堆芯活性区高度/ m 最大燃料包壳温度, ℃ 最大线功率密度/ k W・ m- ‘
却剂质量流量低 ,导致 :①燃料芯块及包壳温度 比较高 ;②冷却剂平均密度较小 ,中子慢化严重
不足 ,反应性剧烈下降。现 阶段主要采取 以下措 施解决 :①在流致振动允许条件下 ,尽可能地提
高冷却剂流速 、强化传 热 ;②引入 “ 水棒 ”设计 概念 ,以增强 中子慢化能力 ,提高反应性 。这些
3 组件设计
由于 S C WR出 口温度高、出入 口温差大、冷
收稿 日期 :2 0 1 2 - 1 0 . 2 7 ;修回日期 :2 0 1 2 - 1 1 - 0 3
措施 可使堆芯最大燃料包壳温度显著降低 ,采用 不锈钢作为包壳材料成为可能。
超 临界水冷 堆 C S R 1 0 0 0堆 芯初 步概 念设计
夏榜样 ,杨 平 ,王连杰 ,马永强 ,李 庆 ,李 翔 ,刘静波
中国核动力研究设计院核反应堆 系统设计技术重点实验室,成都 ,6 1 0 0 4 1
摘要 :在借 鉴先进沸水堆 、压水堆 以及 现有超临界水冷堆 ( S C WR) 设计技术基础 上 ,提 出百万 千瓦级 超临界水冷堆设计 概念 C S R 1 0 0 0 。采用单 水棒 、 组 合式方形燃料组件 , 在保证 燃料棒均匀慢化 的同时简化 组 件结构 ; 堆 芯冷却剂流动方案为双流程 ,以提高堆芯流动稳定性及平均 出 口温度 ; 堆芯采用 1 5 7盒燃料组件 、 高泄漏换料模式 。通过 堆芯概念设计方案评价 ,给 出了循环长 度、卸 料燃 耗、冷却 剂出 口温度 、最 大燃 料包 壳 温度及最大线功率密度 等关键 参数 。 关键词 :超 临界水 冷堆 ;概 念设计 ;冷却剂流动方案

AP1000反应堆结构设计

AP1000反应堆结构设计

AFA 3G
4.1.3

西 屋 + 燃 料 组 件
P
(3)上、下管座 上管座:优化上管座弹簧压紧力,改进流水孔孔
型 下管座:过滤异物 上下管座,均为可拆连接件
(4)燃料棒 细棒径9.59mm,大晶粒UO2芯块。 表4.1 国外四种型号高性能燃料组件参数 表4.2 国外四种型号高性能燃料组件参数
HTP
17 ×17 9.5 ×0.57
264 1 24
1.26 21.504 21.402 8.19
13.5 385.15-448.8
ELS-DoPLEX合 金
ZiRLOTM Zr-4-Inconel Zr-4-Inconel
Inconel 304
表4.2 国外四种型号高性能燃料组件参数比较
项目 定位格架
板弹簧可拆结构 小圆孔形滤网
ZrB2 TFB芯块
45000MWd/TU 55000MWd/TU
88% 1992年开发,现 已有8万组件应
HTP 双金额格架 6-7(14英寸)
3-4 2
板弹簧可拆结构 曲板滤网 Gd2O3
88%
AP1000堆芯采用燃料是基于RFA燃料组件(Robust Fuel Assembly)和RFA-2燃料组件并经改进,它在抗腐 蚀、燃耗性能、抗异物、机械稳定性、热工水力性能和核 性能等方面有所改进。
AP1000燃料组件是17X17加长型(XL)燃料组件 (见图4.1.4)。每个组件有264根包壳材料为ZLROTM的 燃料棒,24根控制棒导向管,以及1根仪表测量管。上、 下管座是可拆卸的,可以更换损坏的燃料棒。
上管座使用一体化结构,定位格架是“蛋篓”焊接结 构,搅混格架与定位格架相似结构。未辐照过AP1000燃 料组件结构参数见表4.3。

chapter.13.反应堆堆芯物理设计解析

chapter.13.反应堆堆芯物理设计解析

2018/10/16
72.核数据库与多群常数库
15

对于实验测量的核数据,其存在以下问题:
对于同一截面数据,不同的实验和不同的实验方法
给出的数值可能不同,这样就必需对已有的核数据 进行分析、选取和评价; 核计算要涉及到大量的同位素以及广阔能量区间内 的核反应截面和能量的复杂关系,其所需的核数据 量非常庞大,现有实验数据不可能完全覆盖; 对于一些能量区间和部分核素,核数据存在空白, 需要利用理论计算或内插方法来填补空缺的数据。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟
0
反应堆堆芯物理设计
2018/10/16
本科教学(48学时)
70.反应堆设计的内容与步骤
1
⑴设计内容

反应堆设计所涉及到的技术区域包括:
核设计;
反应堆堆芯物理设计;
辐射屏蔽的基本设计。
热工水力设计
反应堆堆芯和燃料元件的热工分析; 一回路冷却剂系统的设计。

哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2018/10/16
70.反应堆设计的内容与步骤
7
③施工设计

施工设计在初步设计完成后进行。 在这部分工作中,要对堆芯进行仔细的动态分析,完 成初步安全分析报告和全部一、二回路系统的详细设 计。 这一阶段的设计要绘制所有系统的详细布置图(包括 管道布置的模型)以及设备系统的结构、零件和安装 图,编制必要的技术要求、调试大纲和运行操作大纲。
哈尔滨工程大学 核科学与技术学院 李伟 2018/10/16
71.反应堆堆芯物理设计
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②反应性控制设计计算

为补偿初装核燃料所具有的剩余反应性以及保证反应 堆运行的灵活性和安全性,必须进行反应性控制设计 和堆芯动态特性设计。 此时需要对各种控制手段进行反应性分配,并进行控 制棒布置方式与反应堆运行时的提棒程序进行详细的 设计。 在设计中还必须计算各种反应性反馈系数以及裂变产 物中毒物积累所引起的反应性效应等。

堆芯设计

堆芯设计
b. 2000ppm c. 技术规格书或FSAR中规定的值
堆芯核设计(一)设计目标、基础和范围
(2)经济性 为满足业主的有关要求(例如,循环长度,区域平
均卸料燃耗,功率能力等),设计中应当考虑: 在额定功率下计算得到的循环长度应当有一个
一定范围的正偏差 计算得到的卸料燃耗与设计合同值相一致 燃料最大燃耗应满足燃料机械设计的限值
MTC为非正 核焓升热管因子 必须满足如下关系式:
FΔNH FΔNH (Design)[1 M(1 P)]
热流密度热管因子FQ必须不超过限制值,即在 任何堆芯高度FQ必须不超过设计包络值。
运行程序允许的初始运行工况,使发生II、III和 IV类事件时,满足相应的安全准则
堆芯核设计(一)设计目标、基础和范围
(1)安全性 设计必须满足I、II、III和IV类工况的 有关的安全准则 (2)经济性 设计必须保证在规定的时间内产生所 要求的能量 (3)可运行性 设计必须是易于运行的 (4)许可证易获得性 设计必须尽可能地满足安全 当局的所有管理规定
堆芯核设计(一)设计目标、基础和范围
(1)安全性1/2 在HZP条件下,当所有控制棒都在堆芯外时,
循环期末的定义(EOL) 可更换的燃料棒的更换 更换时必须考虑组件中功率分布的变化。
堆芯核设计(二)燃料和部件的选择
2. 控制棒和压力壳顶盖开孔的选择1/2 顶盖开孔的选择 对新的堆芯设计,需要确定顶盖开孔数量及位置,
确定时有如下考虑: (1)计算条件为:最高的预期运行温度和最长的预 期燃料循环寿期。 (2)在堆芯内的面对面的相邻的二束棒布置是不允 许的。 (3)由于压力容器顶盖是个曲面,在远离堆芯中心 的边缘位置尽可能不布置控制棒。

HAD102-07核电厂堆芯的安全设计

HAD102-07核电厂堆芯的安全设计

核电厂堆芯的安全设计(1989 年 7 月 12 日国家核安全局批准发布 )本导则自发布之日起实施 本导则由国家核安全局负责解择1引 言- 2 -1.1 概述 - 2 - 1.2 范围 - 3 -1.3 堆芯和有关设备的范围 - 3 - 2 安全设计原则 - 4 -2.1 总则 - 4 -2.2 中子物理和热工水力设计的基本考虑 - 5 2.3 机械设计的基本考虑 - 6 - 3 堆芯设计要求 - 6 -3.1 燃料元件和燃料组件 - 7 -3.1.1 燃料元件的设计要求 - 7 - 3.1.2 燃料组件机械方面的安全设计要求 3.2 冷却剂 - 10 -3.2.1 轻水- 11 - 3.2.2 重水- 12 - 3.2.3 二氧化碳 - 12 - 3.3 慢化剂 - 12 -3.3.1 轻水- 13 - 3.3.2 重水- 13 - 3.3.3 石墨- 13 - 3.4 反应性控制手段 - 14 -3.4.1 反应性控制手段的类型 - 14 - 3.4.2 最大反应性价值和反应性引人速率 3.4.3整体功率和局部功率控制 - 15 - 3.4.4 可燃毒物的影响 - 16 - 3.4.5 辐照效应 - 16 - 3.5 堆芯监测系统 - 16 - 3.6 反应堆停堆手段 - 17 -3.6.1 停堆手段的类型 - 18 - 3.6.2 可靠性 - 19 -3.6.3 停堆和保侍停堆的有效性 - 20 - 3.6.4 停堆速率 - 21 - 3.6.5 环境考虑 - 22 -HAD102/07- 15 -3.7 堆芯及有关结构- 22 -3.7.1 反应堆冷却剂压力边界- 23 -3.7.2 反应堆堆芯组件支承结构- 23 -3.7.3 燃料组件支承结构- 23 -3.7.4 停堆装置和反应性控制装置的导向结构- 24 -3.7.5 堆内仪表支承结构- 24 -3.7.6 其他堆内构件- 25 -3.7.7 退役考虑- 25 -3.8 堆芯管理- 25 -3.8.1 安全限值- 25 -3.8.2 反应堆运行设计资料- 26 -3.8.3 反应堆堆芯分析- 26 -3.8.4 燃料装卸系统- 27 -3.9 瞬态分析和事故分析- 28 -3.9.1 假设始发事件- 28 -3.9.2 分析- 28 -4 鉴定和试验- 29 -4.1 设备鉴定- 29 -4.2 检查和试验的措施- 30 -5 设计、制造和运行的质量保证- 30 - 名词解释- 30 - 附录I 反应性系数- 31 - 附录II 芯块—包壳相互作用- 32 -II.1 锆合金包壳- 32 -II.2 钢包壳- 33 -附录III 设计中对堆芯管理方面的考虑- 34 -III.1 功率整形- 34 -III.2 堆芯反应性水平和停堆- 35 -附录IV 影响堆芯设计的假设始发事件的实例- 35 -1 引言1.1 概述《核电厂设计安全规定》( HAF102 ,以下简称《规定》)对核电厂堆芯设计提出了必须满足的最低安全要求。

基于常规托卡马克的多功能聚变工程实验堆堆芯初步设计与分析

基于常规托卡马克的多功能聚变工程实验堆堆芯初步设计与分析
M FX h as be e n pr o po s e d f o r c he c ki n g a nd v a l i d a t i ng t he f us i o n DEM O r e a c t or r e l e v a nt
t e c hn ol o g i e s b a s e d on v i a b l e t e c hno l o gi e s . The pr e f e r r e d f u s i o n c o r e o f FDS - M FX i s
第 3 3 卷 第 3期
2 0 1 3仨
核 科 学 与 工 程
N uc l e a r Sc i e n c e a nd En gi ne e r i n g
Vol - 3 3 NO .3
S e p . 2 01 3
9月
基 于 常 规 托 卡 马 克 的 多功 能 聚 变 工 程 实 验 堆 堆 芯 初 步 设 计 与 分 析
软件 S Y S C OD E对 基 于 常 规 托 卡 马克 的 F D MF X堆 芯 进 行 了设 计 与 分 析 , 给 出 一个 基 于 I TE R 物 理 设
计 基 础 的堆 芯 初 步 设 计 方 案 , 并 用 托 卡 马 克模 拟 程 序 ( T s c ) 进 行 了等 离 子 体 平 衡 计 算 和 放 电 模 拟 , 结 果 表 明设 计 方 案 初 步 可 行 。 关键 词 : 聚变 ; 混合堆 ; 堆芯设计 ; 等离子体物理 ; 平 衡 模 拟
的概 念 , 其 可 作 为 中 国 聚变 工 程 实 验 堆 ( C F E TR ) 的候选方 案。其聚变堆芯 首选常规托 卡马克 , 其 他 选
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clc clear clcclear allNe=10^9; %电站电功率nt=0.3333; %效率Fu=0.974; %燃料释热占堆芯总释热的份额P=1.55*10^7; %冷却剂压力x=0; %质量含汽率Hsat=1629850; %饱和水焓Hin=1289420; %进口冷却剂比焓Hout=1459050; %出口冷却剂比焓a=0.040; %格架混流扩散系数Fc=1.05; %热流密度不均匀修正因子MDNBR=1.34; %最小烧毁比F=2.5752; %总热流密度热点因子ds=0.0095; %燃料元件外径HEU=2.1; %水铀比Oc=0.00057; %包壳厚度Og=0.00017; %燃料与包壳间隙n=264; %组件内的元件数LED=1.15; %高径比Ea=0.04; %旁流系数G=100; %假设冷却剂质量流速Gm=200; %冷却剂质量流速Nt=Ne/nt; %反应堆热功率nn=1;%反应堆稳态热工计算p1=sqrt(pi/4*HEU*(ds-2*Oc-2*Og)^2+pi*ds^2/4); %正方形栅元栅距De=4*(p1^2-pi*ds^2/4)/(pi*ds); %当量直径while abs(G-Gm)/Gm>0.005if abs(G-Gm)/Gm>0.005&&nn>1G=Gm;endnn=nn+1;Fs=1.0+0.03*G*(a/0.019)^0.35/(4.882*10^6); %定位格架搅混修正qDNBREU=3.154*10^6*((2.022-6.238*10^(-8)*P)+(0.1722-1.427*10^(-8)*P)*exp((18.177-5.987* 10^(-7)*P)*x))*(1.157-0.869*x)*((0.1484-1.596*x+0.1729*x*abs(x))*G/(10^6)*0.2048+1.037)*(0 .2664+0.8357*exp(-124*De))*(0.8258+0.341*10^(-6)*(Hsat-Hin))*Fs; %临界热流密度qDNBn=qDNBREU/Fc; %非均匀加热时的临界热流密度qmax=qDNBn/MDNBR; %最大允许热流密度q0=qmax/F; %平均热流密度At=Nt*Fu/q0; %燃料元件总传热面积l=17*p1; %组件的边长Def=(4*l^2*Nt*Fu/(n*pi^2*ds*q0*LED))^(1/3); %堆芯等效直径L=Def*LED; %活性段高度N1=Nt*Fu/(pi*ds*q0*L); %燃料元件总根数N=n*round(N1/n); %取整后的燃料元件根数Weff=Nt/(Hout-Hin); %反应堆有效流量Wt=3600*Weff/(1000*(1-Ea)); %总流量Ab=p1^2-pi*ds^2/4; %一根燃料元件栅元的冷却剂通流截面Gm=3600*Weff/(N*Ab); %冷却剂质量流速AL=pi*ds; %一根燃料元件单位长度上的外表面积Endz=sym('z'); %使得z成为一个自变量Hfmz=Hin+vpa(3600*q0*AL/(G*Ab),8)*z; %平均管冷却剂的焓场pp0=713.75; %平均密度pp2=677.54; %出口密度pp1=744.31; %进口密度uf=8.616*10^(-5); %平均温度下的流体粘度us=7.615*10^(-5); %壁面温度下的流体的粘度g=9.8; %重力加速度A=0.1166; %燃料元件正方形排列的系数Ke=8; %一组燃料组件轴向定位格架数Kgd=0.1107; %定位架形阻系数oo=0.05; %下腔室流量系数m=0.2; %指数系数Pel=pp0*g*L; %提升压降Pa=(Gm/3600)^2*(1/pp2-1/pp1); %加速压降V1=Gm/3600/pp1; %截面1冷却剂流速V2=Gm/3600/pp2; %截面2冷却剂流速V=Gm/3600/pp0; %冷却剂平均流速Re=De*V*pp0/uf; %雷诺数fa=0.3164/(Re^0.25); %等温流动圆形通道摩擦系数B=740.3*10^(-6)*(p1/ds)^3*(1.273*(p1/ds)^2-1)^(3/4)/(1.122*(p1/ds)-1)^(9/2);%燃料元件正方形排列的系数fb=fa*(1+A*(p1/ds)^(4/3))*(0.58+0.42*exp(-B));%湍流等温流动状态棒束的摩擦阻力系数f=fb*(us/uf)^0.6; %飞等温流动是的阻力系数Pf=f*L*pp0*V^2/(2*De); %摩擦压降Pgd=Kgd*Ke*pp0*V^2/2; %定位格架型阻压降Kfh=(1-oo)^(2-m); %热管摩擦压降的下腔室修正因子Kah=(1-oo)^m; %热管各型阻压降及加速压降的下腔室修正因子Phe=Kfh*Pf+Kah*(Pa+Pgd)+Pel; %热管有效驱动压头tin=291; %冷却剂进口温度FHN=1.12; %焓升核热点因子FHE=1.02; %焓升工程热管因子Cp=5618.9; %按平均温度计算冷却剂比热J/kgsGh=1.05*Gm; %热管冷却剂的质量流速du=ds-2*(Oc+Og); %燃料芯块直径Prf=0.87884; %按平均温度计算冷却剂的普朗特常数Wf=0.5484; %按平均温度计算的冷却剂的导热系数Wu=2.32; %燃料芯块导热系数Wc=14.3; %包壳导热系数Wg=0.29; %气隙导热系数Hfhz=Hin+vpa(3600*q0*FHN*FHE*AL/(Gh*Ab),8)*z; %热管冷却剂焓场Au=pi*du^2/4; %燃料芯块面积Le=1.0664*L; %堆芯外推高度XS=Le*(2*sin(pi*L/2/Le))/(pi*L); %轴向平均功率计算的系数Ar=5.92*ds*q0/du^2; %轴向功率表达式系数Br=pi/Le; %热管轴向功率表达式系数Firz=vpa(Ar,8)*cos(vpa(Br,8)*z); %轴向功率分布表达式Atf=3600*Ar*Au*FHN*FHE/(Br*Ab*Gh*Cp); %热管冷却剂温度表达式系数thz=vpa(Atf,6)*sin(vpa(Br,5)*z)+vpa(tin+Atf*sin(Br*L/2),7);%热管冷却剂温度表达式thfhL=tin+Atf*(sin(Br*L/2)+sin(Br*L/2)); %热管出口温度C0=0.042*p1/ds-0.024; %冷却剂对流换热系数的系数h=C0*Wf*Re^0.8*Prf^0.4/De; %冷却剂对流换热系数Atc=tin+Atf*sin(Br*L/2); %燃料包壳温度表达式系数Btc=Atf; %燃料包壳温度表达式系数Ctc=Au*Ar/(pi*h*ds); %燃料包壳温度表达式系数thcz=vpa(Atc,7)+vpa(Btc,5)*sin(vpa(Br,4)*z)+vpa(Ctc,5)*cos(vpa(Br,4)*z); %包壳表面温度分布函数Zc=atan(Btc/Ctc)/Br; %燃料包壳最高温度位置(相对于堆芯中分面)thcm=Atc+Btc*sin(Br*Zc)+Ctc*cos(Br*Zc); %燃料包壳最高温度Aus=Au*((log(ds/(ds-2*Oc)))/(2*pi*Wc)+Og/(pi*du*Wg)); %系数Ctu=Aus*Ar+Ctc+Ar*du^2/(16*Wu); %燃料中心温度表达式系数thucz=vpa(Atc,7)+vpa(Btc,7)*sin(vpa(Br,4)*z)+vpa(Ctu,7)*cos(vpa(Br,4)*z);%燃料中心温度的分布函数Zu=atan(Btc/Ctu)/Br; %燃料中心最高温度位置(相对于堆芯中分面)thum=Atc+Btc*sin(Br*Zu)+Ctu*cos(Br*Zu); %燃料中心最高温度%反应堆稳态工况水力计算Sloop=3; %环路数neff=0.75; %主泵的总效率Pin1=0.0275*10^6; %反应堆入口管嘴Pin2=0.201*10^6; %反应堆入口段Pex1=0.037*10^6; %反应堆出口段Pex2=0.0275*10^6; %反应堆出口管嘴PR=Pf+Pa+Pgd+Pel; %堆芯平均管压降P1=Pin1+Pin2+Pex1+Pex2+PR; %反应堆总压降P2=0.175*10^6; %一回路管道、主泵及蒸汽发生器一次侧、阀门压降Pt=P1+P2; %一回路总压降Wul=Wt/(3.6*pp0); %冷却剂的总质量流量Npe=Wul*Pt/(1000*Sloop); %主泵的有效功率,KW Npz=Npe/neff; %主泵的轴功率%自然循环能力计算L0=12; %热源与冷源之间的高度Kzb=20; %主泵阻力系数dzb=0.8; %主泵管道的直径Pnd=(pp1-pp2)*g*L0; %自然循环的驱动压头Vn=0; %自然循环流量假定值Pnt=100; %自然循环时一回路总压降假定值while abs(Pnd-Pnt)/Pnd>0.0001 Vn=Vn+0.00001;Pnin1=Pin1*(Vn/V)^2; %自然循环时反应堆入口管嘴压降Pnin2=Pin2*(Vn/V)^2; %自然循环时反应堆入口段压降Pnex1=Pex1*(Vn/V)^2; %自然循环时反应堆出口段压降Pnex2=Pex2*(Vn/V)^2; %自然循环时反应堆出口管嘴压降Pnel=0; %自然循环时提升压降Pna=Pa*(Vn/V); %自然循环时加速压降Pnf=Pf*(Vn/V)^(1.75); %自然循环时摩擦压降Pngd=Pgd*(Vn/V)^2; %自然循环时定位格架型阻压降PnR=Pnf+Pna+Pngd+Pnel; %自然循环时堆芯平均管压降Pn1=Pnin1+Pnin2+Pnex1+Pnex2+PnR; %自然循环时反应堆总压降Gn=pp0*Vn; %自然循环质量流速Wneff=Gn*N*Ab; %自然循环时的有效质量流量Wnt=Wneff/(1-Ea); %自然循环时的总质量流量Vzb=4*Wnt/(pi*Sloop*pp1*dzb^2); %自然循环时主泵管道中的冷却剂流速Pn2=P2*(Vn/V)^2+0.5*Kzb*pp1*Sloop*Vzb^2;%自然循环时一回路管道、主泵及蒸汽发生器一次侧、阀门压降Pnt=Pn1+Pn2; %自然循环时一回路总压降EndNnt=Wneff*(Hout-Hin); %自然循环时的热功率Ablity=Nnt/Nt; %自然循环能力%压力容器强度计算%Di=sqrt((3.49+0.176)^2+4*Wt/(7*pi*3.6*pp1))Di=4.3; %圆柱壳内径Sm=184; %材料许用应力Pdes=1.11*P*10^(-6); %设计压力Fr=1; %焊缝系数c=0.1; %壁厚附加量tcmin=Pdes*Di/(2*Sm*Fr-Pdes)+c; %圆柱壳最小壁厚tsmin=Pdes*Di/(4*Sm*Fr-2*Pdes)+c; %球壳最小壁厚temin=Pdes*Di/(2*Sm*Fr-Pdes)+c; %椭球壳最小壁厚Do=4.95; %圆柱壳外径Dgi1=0.8; %进口管道内径ttmin1=(Pdes*Dgi1/(2*Sm*Fr+Pdes)+c)/(1-2*Pdes/(2*Sm*Fr+Pdes)); %进口管道最小壁厚Dgi2=0.838; %出口管道内径ttmin2=(Pdes*Dgi2/(2*Sm*Fr+Pdes)+c)/(1-2*Pdes/(2*Sm*Fr+Pdes)); %出口管道最小壁厚%结果输出disp('反应堆热功率W')Ntdisp('燃料元件总传热面积㎡')Atdisp('均匀加热时的临界热流密度W/㎡')qDNBREUdisp('冷却剂质量流速kg/(m2*h)')Gdisp('当量直径m')Dedisp('正方形栅元栅距m')p1disp('定位格架修正因子')Fsdisp('非均匀加热时的修正因子')qDNBndisp('最大允许热流密度W/㎡')qmaxdisp('平均热流密度W/㎡')q0disp('燃料元件的总根数根')Ndisp('堆芯高度m')Ldisp('燃料组件边长m')ldisp('堆芯等效直径m')Defdisp('组件数量个')N/ndisp('反应堆有效流量Kg/s')Weffdisp('堆芯总流量T/h')Wtdisp('平均管冷却剂质量流速Kg/(㎡*h)')Gmdisp('栅元冷却剂流通截面㎡')disp('平均管冷却剂的焓场表达式')Hfmzdisp('燃料元件单位长度外表面积㎡/m')ALdisp('提升压降Pa')Peldisp('加速压降Pa')Padisp('截面1冷却剂流速m/s')V1disp('截面2冷却剂流速m/s')V2disp('摩擦压降Pa')Pfdisp('等温流动圆形通道摩擦系数')fadisp('雷诺数')Redisp('等温棒束摩擦阻力系数')fbdisp('燃料元件排列系数')Bdisp('摩擦系数')fdisp('定位格架型阻系数')Pgddisp('棒束中的平均流速m/s')Vdisp('热管有效驱动压头Pa')Phedisp('热管摩擦压降下腔室修正因子')Kfhdisp('热管各型阻压降及加速压降下腔室修正因子') Kahdisp('热管冷却剂焓场')Hfhzdisp('热管冷却剂的质量流速kg/(㎡h)')Ghdisp('堆芯外推高度m')Ledisp('轴向功率分布表达式')Firzdisp('热管轴向功率表达式系数W/m3')disp('热管轴向功率表达式系数/m')Brdisp('燃料棒芯块截面积㎡')Audisp('热管冷却剂温度表达式')thzdisp('热管冷却剂温度表达式系数℃')Atfdisp('热管出口温度℃')thfhLdisp('冷却剂对流换热系数W/(㎡K)')hdisp('燃料包壳温度表达式系数℃')Atcdisp('燃料包壳温度表达式系数℃')Btcdisp('燃料包壳温度表达式系数℃')Ctcdisp('包壳表面温度分布函数')thczdisp('燃料包壳最高温度位置(相对于堆芯中分面)m') Zcdisp('燃料包壳最高温度℃')thcmdisp('系数(m3K)/W')Ausdisp('燃料中心温度表达式系数℃')Ctudisp('燃料中心温度的分布函数')thuczdisp('燃料中心最高温度位置(相对于堆芯中分面)m') Zudisp('燃料中心最高温度℃')thumdisp('反应堆总压降Pa')P1disp('一回路总压降Pa')Ptdisp('主泵有效功率KW')Npedisp('冷却剂的总体积流量m3/s')Wuldisp('主泵轴功率KW')disp('自然循环能力')Ablitydisp('圆柱壳最小壁厚m') tcmindisp('球壳最小壁厚m') tsmindisp('椭球壳最小壁厚m') temindisp('进口管道最小壁厚m') ttmin1disp('出口管道最小壁厚m') ttmin2disp('压力容器内径m')Didisp('压力容器外径m')Dodisp('进口管道内径m')Dgi1disp('出口管道内径m')Dgi2。

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